CZ7497A3 - Process of improving metal parts, radioactive contaminated with uranium - Google Patents
Process of improving metal parts, radioactive contaminated with uranium Download PDFInfo
- Publication number
- CZ7497A3 CZ7497A3 CZ9774A CZ7497A CZ7497A3 CZ 7497 A3 CZ7497 A3 CZ 7497A3 CZ 9774 A CZ9774 A CZ 9774A CZ 7497 A CZ7497 A CZ 7497A CZ 7497 A3 CZ7497 A3 CZ 7497A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- uranium
- slag
- metal parts
- glass
- melt
- Prior art date
Links
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 57
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 47
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 19
- 239000002184 metal Substances 0.000 title claims abstract description 19
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 10
- 230000008569 process Effects 0.000 title claims description 5
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title description 2
- 239000002893 slag Substances 0.000 claims abstract description 33
- 239000005314 uranium glass Substances 0.000 claims abstract description 15
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims abstract description 11
- 239000011521 glass Substances 0.000 claims description 10
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims description 5
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims description 5
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 claims description 3
- VBWSWBQVYDBVGA-NAHFVJFTSA-N uranium-234;uranium-235;uranium-238 Chemical compound [234U].[235U].[238U] VBWSWBQVYDBVGA-NAHFVJFTSA-N 0.000 claims description 3
- VANPZBANAIIRJW-UHFFFAOYSA-N diuranium Chemical compound [U]#[U] VANPZBANAIIRJW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 239000011049 pearl Substances 0.000 claims 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 abstract 1
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 4
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 4
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 4
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 3
- 239000000428 dust Substances 0.000 description 2
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004153 renaturation Methods 0.000 description 2
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 239000011324 bead Substances 0.000 description 1
- 230000021615 conjugation Effects 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 201000010099 disease Diseases 0.000 description 1
- 208000037265 diseases, disorders, signs and symptoms Diseases 0.000 description 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 1
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 1
- 239000003923 scrap metal Substances 0.000 description 1
- 239000004071 soot Substances 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 210000004243 sweat Anatomy 0.000 description 1
- 230000032258 transport Effects 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/302—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
- G21F9/305—Glass or glass like matrix
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
- G21F9/308—Processing by melting the waste
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Glass Compositions (AREA)
Abstract
Description
(57) Anotace:(57)
Při způsobu zhodnocení kovových částí, které jsou kontaminovány radioaktivně uranem, se kovové části nataví, takže se vytvoří tavenina a struska. Ke kovovým částem, tavenině a/nebo strusce, se přimíchává uran, ochuzený o U 235. Uran, ochuzený o U 235, se přimíchává ve formě uranového skla.In a method of recovering metal parts that are contaminated with radioactive uranium, the metal parts are melted to form a melt and slag. U 235 depleted uranium is admixed to the metal parts, melt and / or slag, and U 235 depleted uranium is admixed in the form of uranium glass.
CZ 74-97 A3 py _ gyCZ 74-97 A3 py
•3Mast techniky• 3Mast techniques
VyUS-lez SS < Λ.You can use SS <Λ.
-pusocu snounoceni movovycr časti,utere ^sou radioaktivně ucntarirovany uranem,přičemž se kovové části nataví,takže se vy tvoří tavenina a struska, a přičemž se k těmto kovovým částem a/nebo tavenině a/nebo ještě neztuhle strusce přimísí uran ochuzený o U 235. losavadri stav techniky ozoourani a rovu při provozu jader vyny kov zhodnotit tak zvané 'Gr3. tSV ' m τ *· '«w -U . · W d cípu-i 73 vMlou o v jezu. Mrtavincšrot, který se musí odstranit nebo . ce běžné, že se tento šrot oodrobuje tavící dekontaminaci.lři tom se kov které radioaktivní lávky vyvolávející aci, kvere se nacházejí pd: natave více prosta 3 etruská se rusíDuring the removal of the movable part, they are wiped radioactively tared with uranium, the metal parts melting to form a melt and slag, and uranium depleted in U 235 is admixed to these metal parts and / or the non-solidified slag. In the prior art, the radiation and straightness of the cores during operation of the cores has resulted in the evaluation of the so-called "Gr 3" . tSV 'm τ * ·' «w -U. · W d cip-i 73 vMlou o v weir. Dead metal scrap to be removed or. It is common for this scrap to be subjected to melting decontamination. Even if the metal which the radioactive footbridges are causing may be found pd: more than 3 etruscan
zpravili obsahující jaderné zvláštní bezpečnostní opaa ničení, loknu * ♦ · t rcontaining nuclear special safety precautions, curl * ♦ · t r
CJ <5 «- ’ ' - A“» lána kontaminace jaderným paliv --rev- ’-terá obsahuje rupMkladCJ <5 «- ´ '- A“ »nuclear fuel contamination line - which- contains rupMklad
f Si c. O rzíoí dekontaminace soužit jen 'Q *7 OV* <f Si c. Only 'Q * 7 OV * <can be used for decontamination
jestliže se ve ICC kg strusky může očekávat více než 3 gramy U 235. Protože p“i tavící“ pro cesu přechází uran do strusky a tam se zkoncentrovává t zmrevidla se tato mešní hodnota pře kročí, pokud se neprovedou žádná další opatření.If the ICC kg of slag can be expected more than 3 grams in 235. Since p 'i melting "for Cesu uranium passes into the slag and there zkoncentrovává t zmrevidla this Mass values for steps if you take no further action.
Překročení nesní hodnoty by se mělo zabránit!, tím, že se do strusky , která obsahuje uran,přimísí jiná struska, která neobsahuje žádný uran. Pomocí dostatečně velkého množství strusky, která neobsahuje uran,by se koncentrace uranu mohla v potřebné míře snížit, lesbytné rí smruskv bv ale bvlo tak velké, že cy množství strusky neekonomicky zvýšino ..nocovat více s — w-i >». kw ” ·** .a *7 ·— V _1 „ · ryl již také novršen způsob,který provádí renaturaci uranu,který vyvolává kontaminaci.Při tom záleží na tom, aby se složení izotopů uraIr Γ — k· ς» O ” Λ *Exceeding the lower value should be avoided by mixing another slag containing no uranium in the uranium-containing slag. With a sufficiently large quantity of slag, which contains uranium, the uranium concentration to the extent necessary to reduce, lesbytné r i smruskv bv bvlo however so large that the amount of slag cy uneconomically zvýšino ..nocovat more with - wi> ». kw ”· ** .a * 7 · - There has also been a new process in uranium renaturation which causes contamination. It is important that the composition of the uraIr ot - k · ς» O Λ *
Λ. w w — Q >- — Uw vaz ar ao smrusky ne 00 ~ vevázáno, změnilo tak, aby odpovídalo izotopů přírodního uranu. To znamená, že pod U 235 v uranu nesmí být vetší než asi C ,7 2,Λ. w w - Q> - - Uw vas ar o slags not 00 ~ bound, changed to correspond to isotopes of natural uranium. This means that under U 235 in uranium it must not be greater than about C, 7 2,
Uran, který se ve svém složení izotopů rovná uranu, nepotřebuje být podrobován bezopatřer.ím, která platí pro uranovéUranium, which in its isotopic composition is equal to uranium, does not need to be subjected to the carelessness that applies to uranium
-auerne oalrvo.-auerne oalrvo.
i.'e již známo , že k sní žení modílu izotopu ; v kovcvvch částech, se k tevenině a/nebo ν' ϋ Ι-» ý-1 - o O Ť»*·?' m Si ** v· » π -m 77(i) it is already known to reduce the isotope model; in the anvil parts, to the stock and / or ν ϋ Ι Ι »1 1 1 1 1 1 1 1 m Si ** v · »π -m 77
WA.-W —X.J.— 'w,—.WA.-W —X.J.— 'w, -.
na U 23o. lis se získá, když se způsob provede ,at U 23o. the press is obtained when the process is carried out,
S v·27liSkCS. · θ “ θ tj”λ*^t— τ’ ·_?ν-* ?y□ q τ* ΓΙ *ί**1 isotopu tj 235 odpovídá podílu J 235 v přírodním uranu nebo je dokonce nižší než v tomto.With v 27liSkCS. 1 isotope ie 235 corresponds to the proportion of J 235 in natural uranium or is even lower than this.
Až dosud bylo obvyklé, přimíchávat uran ochuzený o ú 235 ve formě “Cn nebo UACL·. ryto oxidy se používají jako prášek.Takovýto prášek se podle zkušeností nerozdělí rovnoměrné v taveniné nebo ' ve strusce. Následkem toho může dojít k tomu,že vzorek strusky nemá požadovaný nízký podíl isou U 235. Iři přimíchávání tohoτο prásku se doΡι '0 w V -v 7 η o “ λUntil now, it has been customary to mix uranium depleted in the form of “Cn or UACL”. These oxides are used as a powder. Such powder does not, according to experience, distribute evenly in the melt or slag. As a result, the slag sample may not have the required low proportion of U 235. Even if the powder is admixed, it becomes 0 w V -v 7 η o “λ
OX2CJS dO Ο-C? — *13.1*0 OVZdLlší· xX2,C-l· SS XLLSX pro ochranu personálu odstraňovat ^'•tra· rodstata vvnále:OX2CJS dO Ο-C? - * 13.1 * 0 OVERLonger xX2, C-1 · SS XLLSX to protect personnel to eliminate trafficking:
Vynález si klade za základní úlohu uvést způ• W T ' x n Z »·*»:#, : Z · · 1The invention has as its primary role of state AUP • WT 'xn Z »· *»: #, Z · 1
-5 O Γ> r* ' - -O r\ ΛΤ C V» vT O’ r ? - <7 m r\ «η o *- Ί :O -x' O -4--1-- T r\ *· o _-5 O Γ> r * '- -O r \ ΛΤ CV »vT O' r? - <7 mr \ «η o * - Ί : O-x 'O -4--1-- T r \ * · o _
OUv> --Vy -«—.vy v« ‘‘w V .«*li nů J G 7 o -- í «U --vy -j. j <n_ — minovány radioaktivně uranem, pomocí něho:OUv> --Vy - «-. V v '' w w. j <n_ - mined by radioactive uranium, using it:
- y ·».-»♦ y — —> <— v* p <3 Q 1 £ >· ί Ί y 9 <a ' * 2 7* h ν' c ζ* 1 T y. Q o ? - p·* q ··— se pornem se vzniklou struskou může jednoduše manipulovat a může se ničit.- y · ».-» ♦ y - -><- v * p <3 Q 1 £> Ί y 9 <a '* 2 7 * h ν' c ζ * 1 T y. Q o? - p · * q ·· - the slag can easily be handled and destroyed.
Úloha je modle vvnále:The task is an idol in publicity:
. j - v y — — v. o '. y. - - v> -ý. υ <£.. j - v y - - v o. y. - - in> -ý. υ <£.
> Ž 7 e c> F 7 e c
vvresena tm, se uran ocnuzeny o u ho skla.Incorporated in the dark, the uranium is hardened by its glass.
235 ořimícnává ve formě uranovese a.oea-1 me vyncuy, ze se uran ocnuzeϊ Λ O —» ύ-\ — r> λ . -y Vx —- jkonmanmace maveny o u mze ninv smísit homcmenné s uranem, kmerý způsobuje -ntaminaci.stejná výhoda se docílí, když se ur:235 is framed in the form of uranovese a.oea-1 me vyncuy that uranium ocnuzeϊ Λ O - »ύ- \ - r> λ. -y Vx —- the conjugation of the ninv can mix homogeneous with uranium, which causes -tamination. The same advantage is obtained when ur:
:ove sn_o ktere ob sakuje uran ocnuzeny o ΐΓΛ-ΤΠ’Γ ’ ϋ 235, drnícda k ještě nezpracovanému, kovovému šrotu, a/nebo tavenině a/nebo k ještě kapalné strusce, když je tato již oddělena od ostatní taveniny.: o _ _ _ _ _ _ _ _ which contains uranium which is nu-ΤΠ Γ ϋ 235, pulp to unprocessed scrap metal and / or melt and / or still liquid slag when it is already separated from the other melt.
lonocí homogenního sníckání a vevázání uranu z uranového skla se docílí ta výhoda, že složení isotopů uranu ve strusce je rovněž hovogerní. Ve strusce nejsou žádné jednotlivé zóny, které nají příliš vysokou koncentraci U 235· V důsledku toho se veškerá struska nepotřebuje opracovávat jako odpad jadrného paliva, něhot její podíl uranu odpovídá sDue to the homogeneous deposition and binding of uranium from the uranium glass, the advantage is achieved that the composition of the uranium isotopes in the slag is also conversational. There are no individual zones in the slag that find too high a concentration of U 235 · As a result, all the slag does not need to be treated as nuclear waste, some of its uranium content
A m u. - q η θ.j $ ~ s s koTj se úže s vfhodou ^e/.r.oáuše mar.i klovat a /úže ς o G d C '1'3 i C 2. t « ložení isotorů rřírodnívu uranu. Se str· ocúv.zeMv o V 2j5 se púž^ícúává ^sríiklsid γ$ zorně skleněné uranové krurioe, uranovýck skle něných perel , uranových skleněných tyčí a/nebo uranových skleněných kusů. Tazovéto čásni uranového skla se dají vyrobit! zuáaýni způsoby a nohou se do zásoby.A u m. - η q θ.j $ ss ~ ko T j to work closer to vfhodou ^ e / .r.oáuše Mar. peck and / ς more narrowly about G d C '1'3 and second C t «submission isotors of natural uranium. The strips are coated with glass uranium krurium, uranium glass beads, uranium glass rods and / or uranium glass pieces. This part of the uranium glass can be made! in ways and legs to stockpile.
lar'íklad v - r· l·- ~ 4·η·ηΊ Λ žernove. Iři tor záleží na ton, aby u sklo bylo p'u teplotě tání kovu kovových částí nízkoviskózní sklo. Tin se docílí ta výhoda, že se sarctnýn sklen, nezávisle na podílu uranu , docílí zlepšené ztekucení strusky. Toto vede potor k ještě lepsíuu rozdílení p^irícharéžo uranu.lar'Example v - r · l · - ~ 4 · η · ηΊ Λ žernove. It is up to the tons for the glass to have a low-viscosity glass at the melting point of the metal of the metal parts. This has the advantage that improved slag liquefaction is achieved, irrespective of the proportion of uranium, in the glass. This leads to an even better distinction in the mixing of uranium.
w fy — ·* w · f * uci-í-ac. przursa zráno ve sklo alkalického kovu/SiCh/JC/. takovéto skic uůže obsahovat 51 m uranu. Cuider alkalického kovu uůže v nar_ i -y· ···« τw fy - * w · f * uci-ac. The resin is matured in an alkali metal glass (SiCl 2). such sketches may contain 51 m of uranium. The alkali metal Cuider in nar_i -y · ··· «τ
-Όobsahuje podíl isotopu 255 nižší než 0,7 y , ko lil pmaklad asi 0,2 ,?. Hotom se docílí pi dostatečném přídavku ve s~rusce podíl isotopu ϋ 235, který je s vykoaou tak malý, še se struska může bez problému ničit. Jestliže by například měl podíl isotopu V 2o5 uranu , který způsobil kontaminaci, být 5,1 /3, dosáhne se pomocí uranového skla, které obsahuje podíl isotopu U 235 0,2 ý, ve strusce podílu isotopu U 253, který je menší než 0,7 y.- Contains an isotope fraction of 255 less than 0,7 γ, if it is about 0,2?. With sufficient addition in Russia, a proportion of isotope ϋ 235 is achieved, which is so small that the slag can be destroyed without any problems. For example, if the proportion of the isotope V 2o5 of the uranium which caused the contamination is 5.1 / 3, it is obtained by means of uranium glass containing a proportion of isotope U 235 of 0.25 in the slag of the proportion of isotope U 253 of less than 0 , 7 y.
kapřík-ad se přimíchá uranové sklo, které obsahuje méně než 50 ý uranu. uejména malí obsahuje uranové sklo méně než 40 ý , například mezi 5 ý SŽ T9 yz ιΊΓΗ’ΊΙΙ w ILll 3 TO 3 2, XO c'rlcl ' Θ HGXŠÍ * když podíl uranu ve skla je menší. Jestliže je podíl uranu v uranovém skle výrazně menší než 30 ý, vytvoří se struska obsahujíc: uran, jejíž hustota je značně menší než husoota taveniny obsahující železa. lim plave struska na tavenině a úže se pak obvzláště snadno oddělit od taveniny, například sebrat, Hustota uranového skla s podílem uranu například IC I je 3,5 j/cm^. Iři podílu uranu 50 y je hustota uranového skla 7,7 g/czk. Hustota železa je asi 7,3 g/cmJ.The carp-ad is mixed with uranium glass containing less than 50% uranium. ejména with little uranium glass contains less than 40 characterized, for example between 5 characterized SZ T9 yz ιΊΓΗ'ΊΙΙ w illl TO 3 3 2 XO c 'R LCL' Θ * HGXŠÍ when the proportion of uranium in the glass is less. If the proportion of uranium in the uranium glass is significantly less than 30, a slag containing uranium is formed whose density is considerably less than that of the iron-containing melt. The slag floats on the melt and can then be particularly easily separated from the melt, for example to collect. The density of the uranium glass with an uranium content of, for example, IC 1 is 3.5 J / cm 2. Despite the uranium content of 50 y, the density of uranium glass is 7.7 g / czk. The iron density is about 7.3 g / cm < 3 >
řříklady provedení vynálezu h'le je nemocí jednoho příkladu vysvětleno, í oro znásob mo.ranovéno sn_a dle vvnálezu.An embodiment of the invention is further explained by the disease of one example that many times can be refined according to the invention.
zapotí’sweat ’
Hři dekontaminaci taveniny kontaminovaných částí kovu vytvořilo 5 ,4 kg szrusky,které obsa233· do odpovídá po·The melt decontamination of contaminated metal parts created 5,4 kg of slag, which corresponds to ·
255 a 1,-.1 g y255 and 1. 1 g y
3,29 ή· 2ro renaturaci dílu isotopu isotopový podíl U 235 snížit z 3,03 ;3.29 or · 2for the isotope part renaturation, the U 235 isotope fraction is reduced from 3.03;
se /Λ íž rodil isotoru uranuthe uranium isotor was born
Tento podíl je n: v přírodním uranu. Aby se docílilo požadované snížení, použije se uran ochuzený o U 235 nebo uran zbavený U 235. Todíl isotopu uranu 235 tohoto ochuzeného uranu je například C,2 ý. Tohoto ochuzeného uranu je zapotřebí 620 g, aby se získala struska s podílen isotopu uranu 233 C,5 ý.This proportion is n: in natural uranium. In order to achieve the desired reduction, uranium depleted uranium or uranium depleted uranium 235 is used. The uranium isotope 235 of this depleted uranium is, for example, 1.2. This depleted uranium requires 620 g in order to obtain slag with an uranium isotope of 233 C, 5%.
Iři způsobu podle vynálezu se ochuzený uran cřiníd.ává ve formě uranového skla. Toto uranové sk.o ob sanuje nsp-tn isotoTDespite the process according to the invention, the depleted uranium is treated in the form of uranium glass. This uranium group contains nsp-tn isotoT
T O ’ zn ”*· d 235 je C,2 ;2. se s vy;:ο·2:ί porrekter- ze o o sazeThe 235 * is C, 2; 2. se you;: ο · 2: ί porrekter- o about soot
«.- θ Γ0 i i S 3 V 0 ?«.- θ Γ0 i i S 3 V 0?
A kz strusky, snzzzl tak dalece , aby se se struskou dalo snadno manipulovat, dala se pomocí jedmduohýek. prosti tahů usola0 0U modle v/nález;And to the slag, snzzzl so far, that the slag could be easily manipulated, it was using jedmduohýek. free strokes usola0 0U idle in / find;
> O rr Λ ta.> O rr Λ ta.
jzena ta výhoda, že struska ,vznikající pří dekontaminaci taveniny, která obsáhaje uran, se dá snadno ničit. Zatížení personálu a prachové filtry s prachem uranu co se nejvíce odstraní.The advantage is that the slag resulting from the decontamination of the melt containing uranium can be easily destroyed. Personnel loads and dust filters with uranium dust are removed as much as possible.
Claims (1)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE4427179A DE4427179A1 (en) | 1994-08-01 | 1994-08-01 | Process for recycling metal parts that are radioactively contaminated by uranium |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ7497A3 true CZ7497A3 (en) | 1997-05-14 |
| CZ291275B6 CZ291275B6 (en) | 2003-01-15 |
Family
ID=6524634
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ199774A CZ291275B6 (en) | 1994-08-01 | 1995-07-21 | Method for reprocessing metal parts radioactively contaminated with uranium |
Country Status (11)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5732366A (en) |
| EP (1) | EP0774155B1 (en) |
| JP (1) | JP3471023B2 (en) |
| AU (1) | AU2975495A (en) |
| CA (1) | CA2196438C (en) |
| CZ (1) | CZ291275B6 (en) |
| DE (2) | DE4427179A1 (en) |
| ES (1) | ES2151074T3 (en) |
| RU (1) | RU2153719C2 (en) |
| UA (1) | UA39139C2 (en) |
| WO (1) | WO1996004663A1 (en) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE19546789A1 (en) * | 1995-12-14 | 1997-06-19 | Siemens Ag | Process for recycling contaminated metal parts |
| US5885326A (en) * | 1997-06-27 | 1999-03-23 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process for removing technetium from iron and other metals |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| ZA786514B (en) * | 1978-11-09 | 1980-07-30 | Litovitz T | Immobilization of radwastes in glass containers and products formed thereby |
| FR2479540A1 (en) * | 1980-03-27 | 1981-10-02 | Gagneraud Pere Fils Entr | PROCESS FOR PROCESSING MAGNESIUM ELEMENTS, MADE RADIOACTIVE |
| US4376070A (en) * | 1980-06-25 | 1983-03-08 | Westinghouse Electric Corp. | Containment of nuclear waste |
| DE3204204C2 (en) * | 1982-02-08 | 1986-05-07 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Procedure for conditioning radioactive waste |
| DE3318377C2 (en) * | 1983-05-20 | 1986-05-15 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Process for the decontamination of radioactively contaminated iron and / or steel scrap |
| JPS6145999A (en) * | 1984-08-10 | 1986-03-06 | 株式会社日立製作所 | Method for melting and decontaminating radioactively contaminated aluminum materials |
| USH1013H (en) * | 1989-08-11 | 1992-01-07 | W. R. Grace & Co.-Conn. | Process for the immobilization and volume reduction of low level radioactive wastes from thorium and uranium processing |
| DE4104396A1 (en) * | 1990-12-06 | 1992-06-11 | Bader Bibiana | Melting noxious waste-contg. charge to produce environmentally safe useful prod. - by mixing charge except cullet and frit, delivering batchwise with indirect preheating etc. |
| GB2272566B (en) * | 1992-11-17 | 1996-01-24 | Clyde Shaw Ltd | Decontamination method |
-
1994
- 1994-08-01 DE DE4427179A patent/DE4427179A1/en not_active Withdrawn
-
1995
- 1995-07-21 CZ CZ199774A patent/CZ291275B6/en not_active IP Right Cessation
- 1995-07-21 ES ES95925717T patent/ES2151074T3/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-07-21 WO PCT/DE1995/000964 patent/WO1996004663A1/en not_active Ceased
- 1995-07-21 AU AU29754/95A patent/AU2975495A/en not_active Abandoned
- 1995-07-21 UA UA97010294A patent/UA39139C2/en unknown
- 1995-07-21 RU RU97103135/06A patent/RU2153719C2/en not_active IP Right Cessation
- 1995-07-21 EP EP95925717A patent/EP0774155B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-07-21 CA CA002196438A patent/CA2196438C/en not_active Expired - Fee Related
- 1995-07-21 JP JP50608496A patent/JP3471023B2/en not_active Expired - Fee Related
- 1995-07-21 DE DE59508743T patent/DE59508743D1/en not_active Expired - Lifetime
-
1997
- 1997-02-03 US US08/794,567 patent/US5732366A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| ES2151074T3 (en) | 2000-12-16 |
| JPH10503591A (en) | 1998-03-31 |
| AU2975495A (en) | 1996-03-04 |
| CZ291275B6 (en) | 2003-01-15 |
| UA39139C2 (en) | 2001-06-15 |
| DE4427179A1 (en) | 1996-02-08 |
| DE59508743D1 (en) | 2000-10-26 |
| JP3471023B2 (en) | 2003-11-25 |
| US5732366A (en) | 1998-03-24 |
| CA2196438C (en) | 2001-12-18 |
| WO1996004663A1 (en) | 1996-02-15 |
| RU2153719C2 (en) | 2000-07-27 |
| EP0774155B1 (en) | 2000-09-20 |
| EP0774155A1 (en) | 1997-05-21 |
| CA2196438A1 (en) | 1996-02-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| DE68905459T2 (en) | SHEATHING METHOD OF TRANSURANIC ELEMENTS FROM NUCLEAR WASTE. | |
| DE1592427A1 (en) | Processing of irradiated nuclear fuel | |
| CZ7497A3 (en) | Process of improving metal parts, radioactive contaminated with uranium | |
| DE2756781A1 (en) | PROCESS TO REDUCE THE AMOUNT OF METALLIC MAGNESIUM IN ALUMINUM ALLOYS | |
| Xu et al. | Recovery of palladium, cesium, and selenium from heavy metal alkali borosilicate glass by combination of heat treatment and leaching processes | |
| Vernay et al. | In-Can vitrification of ALPS slurries from Fukushima Daiichi effluent treatment using DEM&MELT technology | |
| Goronovski et al. | Radiological assessment of the bauxite residue valorization chain | |
| DE69503338T2 (en) | Melting process for the decontamination of radioactive contaminated metals | |
| EP2421663B1 (en) | Method for reprocessing solid combustion products of coal | |
| DE3328108A1 (en) | METHOD FOR REVERSIBLE IMMOBILIZATION OF SULFA BAG | |
| USH1013H (en) | Process for the immobilization and volume reduction of low level radioactive wastes from thorium and uranium processing | |
| Lumetta et al. | Washing and alkaline leaching of Hanford tank sludges: A status report | |
| DE4405022A1 (en) | Process for recovering recoverable metals from radioactive contaminated mixed metal scrap | |
| JP2845413B2 (en) | Reprocessing method of spent nitride fuel | |
| Horwitz | Combining extractant systems for the simultaneous extraction of transuranic elements and selected fission products | |
| DE3934826A1 (en) | Processing nuclear pebble pile elements - by crushing and adding to steel melt | |
| JP2966066B2 (en) | How to separate fission-generated noble metals | |
| KR101733528B1 (en) | Acid purification method from waste acid | |
| Williams et al. | Processing iridium foil targets for the production of radioplatinum isotopes | |
| DE102023208214A1 (en) | Process for the decontamination of radioactively contaminated concrete | |
| KR960010813B1 (en) | How to Treat Hard Scrap Hard Scrap | |
| Kinoshita et al. | Estimation of Material Balance in Pyrometallurgical Partitioning Process for Trus from HLLW | |
| JPH07224333A (en) | Dissolving method of noble metal | |
| EP2413330A1 (en) | Method for dry recycling of spent (irradiated) solid nuclear fuels and a device for performing the method | |
| Vienna et al. | Waste Management Approach for a Potential Future US Closed Fuel Cycle |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD00 | Pending as of 2000-06-30 in czech republic | ||
| MM4A | Patent lapsed due to non-payment of fee |
Effective date: 20130721 |